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田中 滋; 阿部 雄一; 川邊 勝; 沓掛 忠三; 荻沼 義和; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.338 - 341, 2010/08
日本原子力研究開発機構内で核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用している小型トリチウムターゲット製作のR&Dを行っている。トリチウムターゲットは銅基盤にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸着させたものである。チタンは酸素に活性であり、空気に触れると直ちに数
mの酸化膜を形成する。最初はこの酸化膜がトリチウム吸着を妨げていると考え、アルゴンガスによるチタン表面の放電洗浄を行った。しかし数多くの重水素吸着テストを通して、トリチウム吸着を妨げているのは酸化膜というよりも空気中の水分であることがわかった。このため次の手順が必要である。(1)トリチウム吸着容器内のアウトガスを十分行うこと。(2)チタンが蒸着された基盤の取扱は湿度を3%以下に保つこと。(3)チタンが蒸着された基盤は真空中で保管すること。この方法で製作したトリチウムターゲットのFNS加速器の重陽子ビーム照射によるDT中性子発生量は、チタン表面を放電洗浄したものと同じであった。これにより小型トリチウムターゲットの製作条件は確立した。
佐藤 聡; Verzilov, Y.*; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 関 正和; 荻沼 義和*; 川辺 勝*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(4), p.657 - 663, 2007/04
被引用回数：9 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)固体増殖材ブランケット中のトリチウム生成率に関する予測精度を評価するために、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、中性子工学積分実験を行っている。本研究では、DT中性子源の周囲に、核融合炉を想定した反射体を設置し、濃縮増殖材(チタン酸リチウム)2層,ベリリウム3層から成るブランケットモックアップを用いて、核特性実験を行った。トリチウム検出器として、濃縮増殖材(炭酸リチウム)ペレットを適用し、トリチウム生成率分布を詳細に測定した。モンテカルロ計算コードMCNP-4C,核データライブラリーFENDL-2.0及びJENDL-3.3を用いて、数値計算シミュレーションを行った。トリチウム生成率の計算結果の実験結果に対する比(C/E)は0.97
1.17、積算トリチウム生成量のC/Eは1.041.09であった。積算トリチウム生成量は、最新のモンテカルロ計算コード及び核データを用いることによって、10%以内の精度で予測できることがわかった。
沓掛 忠三; 関 正和; 田中 滋; 荻沼 義和*; 阿部 雄一; 山内 通則*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.555 - 559, 2002/05
核融合中性子源(FNS)では、DT中性子発生用のターゲットとして、チタン金属にトリチウムを吸蔵したターゲットを使用している。ターゲットのトリチウム量測定とトリチウム分布を測定することは、中性子発生特性を向上する基礎データとして、また、トリチウムの安全取り扱い上で重要である。FNSではイメージングプレート(IP)を使用し、ターゲットのトリチウム放射能測定と、トリチウム平面分布測定を行った。IPによる測定は、遮光と汚染防止のためポリエチレン・アルミニウムのラミネートシートを使用し、ターゲットから放出される特性X線に1分間露出して測定した。IPの校正は既知の小型トリチウムターゲットを使用し校正を行った結果、トリチウム放射能が0.1GBqから30TBqの範囲で直線性のよい測定が可能であることがわかった。また、使用前後のターゲットのトリチウム分布測定の結果から、中性子発生率の最適化を検討するための、入射イオンビームのフォーカス,トリチウム消耗率の分布測定が可能となった。
阿部 雄一; 田中 滋; 川辺 勝*; 荻沼 義和; 沓掛 忠三; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力
no journal, ,
原子力機構トリチウムプロセス研究棟において核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用する大型トリチウムターゲットの製作に成功した。大型トリチウムターゲットは銅基板にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸蔵させたものであり、これまでは海外からの輸入に依存していた。トリチウムターゲット製作上の課題は、チタン表面に不純物が付着しているとトリチウムが吸蔵されないため、いかにチタンにトリチウムを吸蔵させやすい状態を作るかにある。今回、FNSではトリチウム吸蔵前にアルゴンガス導入による基板予備加熱・真空排気を繰り返すことにより、不純物ガスを除去し、チタン表面をクリーンにする新たな吸蔵工程を確立するとともに加熱吸蔵装置の開発を進め、原子力機構トリチウムプロセス研究棟に加熱吸蔵装置を設置し、FNSの大型トリチウムターゲットの自主製作に成功した。今回製作したターゲットのトリチウム吸蔵量は約26TBq、DT中性子の発生量は約1.75
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n/sec/mAでこれまで輸入したターゲットと比べても極めて良好な中性子発生特性であることを確認した。
阿部 雄一; 田中 滋; 荻沼 義和; 川辺 勝*; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力
no journal, ,
原子力研究開発機構において核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用する大型トリチウムターゲットの製作に成功した。大型トリチウムターゲットは銅基板にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸蔵させたものである。トリチウムターゲット製作上の課題は、チタン表面に不純物が付着しているとトリチウムが吸蔵されないため、チタン層及び基板からの不純物、特に水分を取り除き、いかにチタンにトリチウムを吸蔵させやすい状態を作るかにある。今回、トリチウム吸蔵のための加熱吸蔵装置の開発を進めるとともに重水素吸蔵試験を重ねることによりトリチウム吸蔵条件を見いだした。加熱吸蔵装置を原子力機構トリチウムプロセス研究棟(TPL)に設置し、大型トリチウムターゲットの製作に成功した。今回製作したターゲットのトリチウム吸蔵量は約26TBq、DT中性子の発生量は約1.710n/sec/mAで、これまで輸入したターゲットと比べても極めて良好な中性子発生特性であることを確認した。
阿部 雄一; 田中 滋; 荻沼 義和; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力
no journal, ,
原子力研究開発機構において核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用する大型トリチウムターゲットの製作に成功した。大型トリチウムターゲットは銅基板にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸蔵させたものである。トリチウムターゲット製作上の課題は、チタン表面に不純物が付着しているとトリチウムが吸蔵されないため、チタン層及び基板からの不純物、特に水分を取り除き、いかにチタンにトリチウムを吸蔵させやすい状態を作るかにある。今回、トリチウム吸蔵のための加熱吸蔵装置の開発を進めるとともに重水素吸蔵試験を重ねることによりトリチウム吸蔵条件を見いだした。加熱吸蔵装置を原子力機構トリチウムプロセス研究棟(TPL)に設置し、大型トリチウムターゲットの製作に国内で初めて成功した。今回製作したターゲットのトリチウム吸蔵量は約26TBq、DT中性子の発生量は約1.710n/sec/mAで、これまで輸入したターゲットと比べても極めて良好な中性子発生特性であることを確認した。
